Ahmet Bozkurt, Ph.D. Harran Üni., Fen-Edebiyat Fak., Fizik Böl., 63300 Şanlıurfa Email: [email protected] Web: http://ahmetbozkurt69.wordpress.com/ Kozmik radyasyon (Yüksekliğe bağlı) Deniz seviyesi: 26 mrem 0-1000 ft: 28 mrem 2000-3000 ft: 35 mrem 3000-4000 ft: 41 mrem 5000-6000 ft: 52 mrem 6000-7000 ft: 66 mrem 8000-9000 ft: 96 mrem Yersel radyasyon 30 mrem Bina radyasyonu (taş/beton yapı) 7 mrem Güç santralleri Nükleer santraller: 0.01 mrem Termik santraller: 0.03 mrem Besin/su Besinlerden (C-14 ve K-40 kökenli): 40 mrem Havadan (radon kökenli): 228 mrem Yaşam standartları Jet uçuşları: 0.5 mrem/saat CRT tüplü TV veya monitör: 1 mrem Duman dedektörü: 0.008 mrem Havaalanı x-ray geçişleri: 0.002 mrem Günde yarım paket sigara: 18 mrem Tıbbi testler, X-ışınları (mrem): Göğüs: 10 Bel omuru: 600 Pelvis: 60 Mamografi: 42 Üst sindirim: 600 Kalça: 70 Kafatası: 10 Karın: 700 Diş: 0.5 Servikal omur: 20 Baryum enema: 800 El/Ayak: 0.5 Kafa: 200 Anjiyogr (kalp): 2000 Göğüs: 700 Anjiyografi (kafa): 500 Karın/pelvis: 1000 Omurga: 1000 El/ayak: 10 Kardiyak: 2000 Tıbbi testler, BT Taramaları (mrem) 1000-2000 ft: 31 rem 4000-5000 ft: 47 mrem 7000-8000 ft: 79 mrem Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Limit türü (ICRP 103) Mesleki ışınlamalar Halktan bireyler Etkin doz Yıllık doz 20 mSv (5 yıllık ortalama); herhangi bir yılda 50 mSv’yi aşmamalı; 5 yılda toplam 100 mSv’yi aşmamalı. Yıllık doz 1 mSv; Özel durumlarda aşılabilir; 5 yıllık ortalama 1 mSv’yi aşmamalı Göz merceği 150 mSv 15 mSv Deri 500 mSv 50 mSv Eller ve ayaklar 500 mSv - Yıllık eşdeğer doz mrem = 0.01 mSv 100 rem = 1 Sv Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 rem, Sv Gy Etkin doz, E Eşdeğer doz, HT Soğurulan doz, DT,R E = Σ wT HT wT: doku/organ ağırlık faktörü HT= Σ wRDT,R wR: radyasyon ağırlık faktörü Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Maddesel ortama aktarılan enerjiyi tanımlar ve soğurulan enerjinin konsantrasyonu olarak tanımlanır. – Radyasyon kaynağının türü, şiddeti ve uzaklığı ile ilgilidir. – Soğurulan enerjinin miktarı ve ortamdaki ortalama konsantrasyonu ile orantılıdır. – Radyasyon dozunun temel birimidir. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Işınlanan bir malzemenin birim kütlesine iyonizan radyasyonun bıraktığı enerji olarak ifade edilir. E Sogurulan doz m İyonizan radyasyon, madde ile etkileştiğinde, radyasyon alanından ortama enerji aktarılır. Eg Δm Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Eç • Eski birim sisteminde: rad – 1 rad: ışınlanan maddenin 1 gramında 100 erg’lik enerjinin soğurulması 100erg 1 rad – 1 rad: radyasyondan absorplanan doz 1g – Amerika’da hala kullanımda • SI birim sisteminde: gray (Gy) – 1 gray: Kilogram başına 1 joule’lük enerjinin absorplanması 1 joule 1 Gy – 1 Gy = 100 rad 1 kg – 1 rad = 0.01 Gy = 1 cGy Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • • • Gray, tüm iyonizan radyasyon türlerine uygulanabilir. – Dış: gama ışınları, nötronlar, yüklü parçacıklar, vb. – İç: radyonüklitler Vücut dışındaki radyasyon için doz ölçülebilir. Vücut içindeki bir radyonüklit kaynak için ise doz ölçülemez, ancak hesaplanabilir (MIRD formalizmi ya da ICRP metodu). Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Soğurulan doz makroskopik bir niceliktir, hücre düzeyindeki mikrodozimtre için uygun değildir. – Soğurucu ortamın birim kütlesinde soğurulan ortalama enerjiyi ifade eder. – Soğurulan enerjinin ilgilenilen dokunun tüm kütlesinde düzgün biçimde soğurulduğunu varsayar. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • • • Radyasyonun canlı organizmalar üzerindeki etkileri ele alındığında, farklı ışınlama şartları altında aynı miktarda enerjinin soğurulması aynı biyolojik etkiye yolaçmayabilir. Enerjinin bırakılma hızı önemlidir. Lineer enerji transferi, L – Ağır ve yüklü parçacıklar gibi L’si büyük radyasyon türleri, elektronlar gibi düşük L’li parçacıklara kıyasla, daha fazla biyolojik hasara yolaçarlar. – Birim kütle başına bırakılan enerji (absorplanan doz) aynı olsa bile… Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • • • • • Radyasyona maruziyet altında olası biyolojik etkileri nicelemeye yarar. Bir doz eşdeğeri birimi, biyolojik bir sistemde soğurulduğunda düşük L’li bir radyasyon gibi etkilere yol açan her hangi bir radyasyon miktarıdır. H = D*Q Q : Kalite faktörü – L arttıkça Q’da artar. Doz eşdeğerinin SI sistemindeki birimi Sievert’dir. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • • • ICRP 60 ile tanımlanmıştır. DT,R ile belirlenir. – Bir R radyasyonunun herhangi bir T dokusuna bıraktığı ortalama absorplanan doz wR radyasyon ağırlık faktörü ile çarpılır. – Radyasyon türlerinin farklı biyolojik etkilerini gözönüne alır. HT,R = wR*DT,R Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Radyasyon türü ICRP 26 ICRP 60 ICRP 103 Part 20 Fotonlar (tüm enerjiler) 1 1 1 1 Elektron ve muonlar (tüm enerjiler) 1 1 1 1 10 Adım fonksiyonu Sürekli fonksiyon 10 < 10 keV 5 2.5 2-2.5 10-100 keV 10 2.5-10 2.5-7.5 100 keV-2 MeV 20 10-20 7.5-11 2-20 MeV 10 7-17.5 8-9 > 20 MeV 5 5-7 3.5-8 Nötronlar Bilinmeyen enerjiler Protonlar ve yüklü piyonlar 10 5 2 10 Alfa parçacıkları, fisyon parçaları, ağır iyonlar 20 20 20 20 Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • • Absorplanan dozun birimi Gy alındığında, eşdeğer dozun birimi Sv olur. Ortamda farklı türlerde radyasyon kaynakları varsa toplam eşdeğer doz: HT HT , R wR DT , R R R Etkin doz, E • Farklı organ veya dokuların radyasyona karşı duyarlılıkları da farklıdır. • wT organ ağırlık faktörü E wT HT T Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Organ/doku ICRP 26 ICRP 60 ICRP 103 Part 20 Yumurtalıklar 0.25 0.20 0.08 0.25 Meme 0.15 0.05 0.12 0.15 Kırmızı kemik iliği 0.12 0.12 0.12 0.12 Akciğer 0.12 0.12 0.12 0.12 Tiroid 0.03 0.05 0.04 0.03 Kemik yüzeyi 0.03 0.01 0.01 0.03 Kolon - 0.12 0.12 - Mide - 0.12 0.12 - Mesane - 0.05 0.04 - Yemek Borusu - 0.05 0.04 - Karaciğer - 0.05 0.04 - Beyin - - 0.01 - Böbrek - - - - Salgı bezleri - - 0.01 - Deri - 0.01 0.01 - Kalan organlar 0.30 0.05 0.12 0.30 Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Herhangi bir radyasyon maruziyeti için tüm etkilerin bir tahminini verir. • Organ ağırlık faktörleri, radyasyona duyarlı organlar için yüksektir. • Organ ağırlık faktörlerinin toplamı birdir. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • • Etkin dozun doğru şekilde belirlenmesi için, organların boyut, konum ve bileşimlerinin doğru bilinmesini gerektirir Referans insan bilgileri Matematiksel vücut modelleri Organ/dokuların konum ve geometrileri matematiksel denklemlerle ifade edilir. Tomografik vücut modelleri Organ/dokuların konum, ebat ve geometrileri gerçek görüntüler yardımıyla belirlenir. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Pozlanma Foton/Enerji Akısı Dönüşüm katsayıları Eşdeğer doz Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Monte Carlo simülasyonu Vücut modelleri Soğurulan organ dozu wR Eşdeğer doz wT Etkin doz Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Risk • • Radyometrik bir birimdir (dozimetrik değil) Foton akısının bir ölçüsüdür. Pozlanma Q m • X veya gama ışınından havanın birim kütlesine aktarılan enerji miktarı ile ilgilidir. • X-ışını enerjisi, ışınlanan ortamın bileşimi ve pozlanma miktarı biliniyorsa, soğurulan doz hesaplanabilir. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • 1 Pozlanma birimi (X), havanın 1 kg’sinde 1 C’lik elektrik yükü taşıyan iyon üreten x veya gama ışını miktarıdır. • Birkaç keV’in altında ve birkaç MeV’in üzerinde pozlanmanın ölçümü zorlaşır. 1C 1 iyon 34 eV 1.610-19 J 1 Gy 1 pozlanmabirimi hava* * * * 34 Gy -19 1 kg 1.610 C iyon eV J/kg 1C 1 pozlanmabirimi 1 kg Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Röntgen (R) • Pozlanmanın eski birimidir. • Havanın 1 cm3’ünde 1 sC’luk yük oluşturacak x veya gama ışını miktarıdır. • 1 pozlanma birimi = 3881 R • 1 R = 2.58*10-4 C/kg • 1 R = 0.877 rad Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Akı (flux; φ) • Bir noktadaki radyasyon alanı, birim zamanda (Δt) birim yüzeyden (Δa) geçen parçacık sayısı (ΔN) ile tanımlanabilir. N at N a Parçacık akışı (fluence; Φ) • Akının zaman içindeki integralidir. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Conversion Coefficients for Radiological Protection Quantities for External Radiation Exposures ICRP Publication 116 Ann. ICRP 40(2–5), 2010 N. Petoussi-Henss, W.E. Bolch, K.F. Eckerman, A. Endo, N. Hertel, J. Hunt, M. Pelliccioni, H. Schlattl, M. Zankl Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • • • Nötron ve gama ışınları gibi oldukça girici radyasyonlar için verilen akış bilgisinden dozu elde etmek bazen daha kolaydır. Tek doğrultulu demetler için parçacık akışı dedektörle belirlenebilir. Akışdan doza dönüşüm katsayıları kullanılarak doz bilgisi elde edilir. H DK * Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Nokta kaynaklar için akı Φ=N/4πd2 Daha karmaşık geometriler için akışı elde etmede radyasyon taşıma programları kullanılır. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • X-ışını, gamalar ve hızlı nötronlar gibi dolaylı iyonizan radyasyonlar, madde ile etkileştiklerinde öncelikle birincil iyonizan parçacıklar yaratırlar. – Fotonlar: fotoelektronlar, Compton elektronları, e+-e- çiftleri – Nötronlar: saçılan çekirdekler Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Bu parçacıkların başlangıç kinetik enerjilerinin ortamın birim kütlesine oranı KERMA (K) olarak bilinir. – Kinetic Energy Released in Material – Maddesel ortama aktarılan enerjiyi temsil eder. – SI sistemindeki birimi joule/kg ya da gray’dir. – Eski birim siteminde ise erg/g ya da rad’dır. – Absorplanan doz ile aynı birime sahiptir ancak her ikisi farklı kavramlardır. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Kerma, yüksüz parçacıktan (foton veya nötron gibi) birincil iyonizan parçacıklara kütle başına aktarılan tüm enerjinin bir ölçüdür. • Doz ise, kütle başına soğurulan enerjinin bir ölçüsüdür. • Birincil iyonizan parçacıklara aktarılan enerjinin tamamı ilgilenilen ortamın hacminde soğurulmayabilir. • Bu enerjinin bir kısmı hacmin dışına kaçabilir ve başka noktalarda soğurulabilir. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Birincil iyonizan parçacıklar, yaratıldıkları hacmin dışında bir yerde etkileşerek bremmstrahlung veya çift yokolması olaylarına yolaçabilirler. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • İlgilenilen hacim içerisinde elektron dengesi sağlanamayabilir. – Büyük hacimlerde elektron dengesi sağlandığından bu durum sorun oluşturmaz; kerma ile absorplanan doz eşdeğer olur. – Ancak küçük hacimlerde (doku geçişleri gibi; deri, kemik yüzeyi) kerma ≠ doz Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Yüklü parçacık dengesi oluşmamış; kerma ≠ doz Yüklü parçacık dengesi oluşmuş; kerma ~ doz Soğurulan doz ya da kerma (log eksen) Doz Kerma Soğurucu ortamın derinliği Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Soğurucu ortam içerisinde, Kerma artan derinlikle sürekli biçimde azalır. – Dolaylı iyonizan parçacık akısı sürekli azaldığından • Absorplanan doz ise başlangıçta (soğurucu yüzeyinde) düşüktür; – Elektronik dengeye yaklaşıldıkça artışa geçer. – Birincil iyonizan parçacıkların ürettiği ikincil iyonların sayıları arttıkça iyonlaşma yoğunluğu da artar. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Maksimuma ulaşıldıktan sonra absorplanan doz da artan derinlikle düşmeye başlar. • Maksimum absorplanan doz yaklaşık olarak birincil iyonizan parçacıkların maksimum menzillerine eşit bir derinlikte meydana gelir. • Alfa parçacıkları ve ağır çekirdekler için Kerma ve absorplanan doz birbirine eşittir. – Aktarılan enerji etkileşim noktasına çok yakın noktada bırakılır. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Elektron dengesi oluşmadan absorplanan dozu hesaplamak yanlış sonuca götürür. • Elektronik denge materyal içinde ancak yeterli derinlikten sonra gerçekleşir. İdeal durum (madde içinden geçen fotonlar zayıflamıyor) Açığa çıkan elektronların enerji bırakımı, yüzeyde başlar, R derinliğinde maksimuma ulaşır. Bu bölgeye “birikim bölgesi” denir. R’nin ötesinde, duran elektron kadar harekete yeni başlayan elektrona rastlanır. Bu duruma “elektronik denge” adı verilir. Elektronik dengeye ulaşıldığında, kerma artan derinlik ile sabit kalır. Ortamda bremmstrahlung kayıpları yoksa, kerma doza eşit olur. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • İdeal durum ile pratikte karşılaşılmaz. – Fotonlar, maddesel ortamda zayıflamaya uğrarlar. – Gerçek elektronik denge oluşmaz ve kerma derinlikle azalır. Absorplanan doz önce artar, R derinliğinde maksimuma ulaşır ve sonra kerma gibi artan derinlikle azalmaya devam eder. Gerçek durum (madde içinden geçen fotonlar zayıflamaya uğrar) Bremmstrahlung kayıpları az ise, absorplanan doz eğrisi kerma eğrisinin üzerinde yeralır. Ortamda soğurucu özellikleri farklı birden fazla materyal bulunduğunda (kemikyumuşak doku gibi), durum daha karmaşıktır. Elektronlar bir materyalde harekete başlar, diğer materyale enerji bırakır. Elektronların malzeme içindeki menzilleri de farklı olduğundan, kerma ve absorplanan doz dengeye ulaşamaz. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 • Detektör tercihi çok önemlidir. • Dedektörün türü doğru seçilmelidir. – Akı dedektörleri kullanıldığında, doz dönüşüm katsayıları ile çarpılarak doz elde edilir. – Doğrudan enerji bırakımı dedektörleri kullanıldığında, kerma yaklaşımına dikkat! – Kerma yaklaşımını uygulayan bir dedektör, birincil radyasyonun etkileşimleri sonucunda oluşan ikincil parçacıkların enerjilerini yaratıldıkları noktada bıraktığını varsayar. • Dedektör konum – Ara bölgelerde doz ani değişim gösterebilir. Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 100% 90% 80% MCNP5 F8 semiflex io MCNP5 F6 70% % doz 60% 50% 40% 30% 20% 10% 0% 0 5 10 15 20 25 derinlik, z (cm) Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 30 • Herman Cember and Thomas E. Johnson, Introduction to Health Physics, The McGraw-Hill Companies, Inc., 2009. • Claus Grupen, Introduction to Radiation Protection, Springer, 2010. • Nicholas Tsoulfanidis, Measurement and detection of radiation, Taylor & Francis, 1995. • James E. Martin, Physics for Radiation Protection, WILEY-VCH, 2006. • Claude Leroy and Pier-Giorgio Rancoita, Principles Of Radiation Interaction In Matter And Detection, World Scientific Publishing, 2009. • Glenn E Knoll, Radiation Detection and Measurement, John Wiley & Sons, 2000. • E. B. Podgorsak, Radiation Physics for Medical Physicists, 2010. Dinlediğiniz için teşekkürler… Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012 1. Doz Kavramı Genel Tanımlar 2. Monte Carlo Tekniğinde Doz Nasıl Hesaplanır mu ve E den doza 3. Kerma Kavramı 4. Monte Carlo Tekniğinde Kerma Nasıl Hesaplanır 5. Yüklü Parçacık Dengesi 6. Dönüşüm katsayıları 7. Etkin doz, fantomlar Nükleer ve Parçacık Fiziği’nde Monte Carlo Uygulamaları Yaz Okulu, Bitlis, 10-12 Mayıs 2012